К вопросу о продлении ресурса графитовой кладки реактора

Первые отечественные атомные станции с реакторами РБМК находятся в эксплуатации  более  20 лет. В связи с близким исчерпанием проектного срока службы ряда реакторов этого типа вопрос об их остаточном ресурсе приобретает актуальность при оценке возможности продления срока службы реактора и его важнейшего компонента – графитовой кладки.

Оценка ресурса графитовой кладки основывается на  информации об исходных свойствах графита,  изменении этих свойств под нейтронным облучением при нормальных условиях эксплуатации.

На практике оценка влияния нейтронного излучения на ресурс графитовой кладки проводится по величине набранного графитовым блоком флюенса нейтронов F с энергией   Е > 0,18 МэВ и сравнения этой величины с критической величиной флюенса Fкр, полученной по результатам испытания облученных образцов графита.